Российский атом

Копипаста Статья содержит скопированные с других ресурсов фрагменты текста. Удалите их или тщательно перепишите своими словами. Уровень копипасты можно проверить вот здесь.

На данный момент российская атомная отрасль как в целом, так и в отдельных ядерных технологиях является сильнейшей в мире. Россия в лице Государственной корпорации «Росатом» занимает первое место в мире по количеству одновременно сооружаемых АЭС, является абсолютным лидером на рынке конверсии и обогащения урана, одна из немногих стран обладающих всеми известными ядерными технологиями, а некоторыми — единолично. Отставание есть только в области ядерной медицины, но отставание количественное, а не технологическое.

История атомной энергетики России

Теоретические исследования

С началом ХХ века ученые многих стран стали изучать новый по тем временам и практически неизведанный мир ядерной физики. По сути, до начала 30-х годов шло активное накопление идей, гипотез, разрозненных экспериментальных фактов. Научный мир не был политизирован, никто еще и помыслить не мог к чему приведут все эти исследования, ведь только в 1932 году английским физиком Джеймсом Чедвиком был открыт нейтрон, а вслед за этим появились предположения о строении атомов и их ядер. Ученые свободно обменивались результатами работ, вокруг именитых физиков собирались интернациональные коллективы учеников, например, с 1921 по 1934 молодой советский физик Петр Капица работал в Кембридже под руководством самого Эрнеста Резерфорда, а другой будущий известный физик-теоретик Георгий Гамов сначала летом-осенью 1928 года проходил стажировку в немецком Гёттингене у Макса Борна, сразу после этого, до весны 1929 работал в Копенгагене с Нильсом Бором по его личному приглашению и осенью того же года снова вернулся в Копенгаген.

Новая область оказалась очень обширной и вовлечены в нее были практически все физики, химики и математики того времени. Не были исключением и советские ученые, которые пусть отчасти обособленно, но работали в том же направлении, были известны в научных кругах Европы и вносили значительный вклад в развитие новой науки.

Но в 1933 году, с приходом к власти в Германии нацистов, напряжением обстановки в Европе и массовой эмиграцией немецких ученых в Англию и США, научные круги практически обособились. Вплоть до начала Второй мировой войны работы по ядерной тематике проводились еще более-менее открыто, но с появлением информации о достижениях оставшихся в Германии немецких ученых, началом военных действий в Европе и осознанием сил, заключенных в атомном ядре, проекты по исследованию свойств ядра в Англии, США, Германии и СССР были засекречены.

Советские ученые продолжали интенсивные теоретические и практические работы по изучению физики атомного ядра и не менее важной радиохимии, но с нападением Германии на СССР 22 июня 1941 года финансирование исследований было существенно сокращено, институты были эвакуированы, часть ученых привлекли к работе над нуждами фронта и на полтора года работа практически остановилась, тогда как в Англии и США работы по этой проблеме продолжались, а по некоторым сведениям даже ускорились.

Основные события предвоенного периода 1932—1940 годов

1932

Дмитрий Иваненко первым предложил нейтрон-протонную модель атома (Вернер Гейзенберг высказал аналогичную мысль позже)

Дмитрий Иваненко совместно с Е. Н. Гапоном разработали оболочечную модель атомных ядер

Расщепление ядра атома лития в Харьковском Физико-Техническом институте, 10 октября

1933

Создание комиссии по изучению атомного ядра АН СССР

Первая Всесоюзная конференция по ядерной физике в Ленинграде, 24-30 сентября

1934

Павел Черенков открыл новое оптическое явление (излучение Черенкова-Вавилова), за что потом получил Нобелевскую премию по физике

Александр Бродский получает первую в СССР тяжелую воду

1935

Игорь Курчатов совместно с сотрудниками открыл ядерную изомерию

1936

Вторая Всесоюзная конференция по ядерной физике в Москве, 20-26 сентября

1937

Запуск первого в Европе циклотрона Львом Мысовским и Игорем Курчатовым

1938

Третья Всесоюзная конференция по ядерной физике в Ленинграде, 1-6 октября

Постановление президиума АН СССР «Об организации в Академии наук работ по исследованию атомного ядра», 25 ноября

1939

Юлий Харитон и Яков Зельдовский впервые осуществили расчет цепной реакции деления урана

1940

Первое Всесоюзное совещание по химии изотопов, 16-17 апреля

Константин Петржак и Георгий Флёров открыли спонтанное деление урана, май

Предложение Александра Виноградова об использовании гексафторида урана для разделения изотопов урана, июль

Предложения Игоря Курчатова, Юлия Харитона, Льва Русинова и Георгия Флёрова об использовании энергии деления урана в цепной реакции, 29 августа

Предложения Александра Ферсмана о форсировании работ по разведке и добыче урановых руд, 5 сентября

Доклад Ферсмана о результатах поисков месторождений урановых руд в Средней Азии, 30 ноября

Проект атомной бомбы Харьковского физтеха — первый проект атомной бомбы в СССР

Доклад Курчатова о делении тяжелых ядер

Предложение Фрица Ланге, Виктора Маслова и Владимира Шпинеля по центрифужному способу разделения изотопов урана

Ф-1. Первый атомный котел

28 сентября 1942 года выходит Распоряжение ГКО № 2352сс «Об организации работ по урану», которое и положило начало Атомному проекту СССР. Распоряжение предписывало создать при АН СССР Специальную лабораторию атомного ядра (Лаборатория № 2, теперь это НИЦ «Курчатовский институт») для координации работ по атомному проекту.

Через два месяца, 27 ноября 1942 выходит Постановление ГКО № 2545сс «О добыче урана» по которому часть сил занятых на добыче висмута и обработке радия переводится на работу по добыче урана и предписывается где и в каких объемах уран добывать и обрабатывать.

В конце января 1943 года Курчатов и Алиханов составляют план работ Специальной лаборатории, которая создается уже к апрелю — под нее выделяется большой участок площадью 120 га на окраине Москвы (сейчас это район Октябрьское поле).

Атомную бомбу можно было создать или на основе урана-235 или на плутонии-239. Решено было, что быстрее и дешевле сделать бомбу с плутониевой начинкой, а получить плутоний можно было только в специальном устройстве, называемом атомный котел (уже позже, примерно с 1955 года их стали называть ядерными реакторами).

Реактор Ф-1

Но опыта сооружения таких устройств не было и нужны были материалы (уран, графит, сталь) неслыханной по тем временам химической чистоты. Все приходилось делать в первый раз. Теорию котла и методику его расчета выполняли Ю. Б. Харитон, Я. Б. Зельдович, И. Я. Померанчук, И. И. Гуревич. Технологию получения урана — З. В. Ершова и Н. П Сажин. Производство сверхчистого графита — В. В. Гончаров и Н. Ф. Правдюк.

Сразу с нуля создавать котел, который вырабатывал бы плутоний в промышленных объемах, было несерьезно и сначала решили построить небольшой прототип для отработки технологии и проверки на практике ряда вопросов.

И вот, после решения всех задач, после добычи урана буквально по крупицам из всех известных источников в ноябре 1946 года началась сборка самого котла. Коллектив Лаборатории № 2 численностью около 30 человек вручную слой за слоем укладывали графитовые брикеты и урановые блочки будущей активной зоны котла. Она представляла собой сферу диаметром около 6 метров и содержала 400 тонн графита и 50 тонн урана.

Так был создан и запущен первый в Европе и СССР ядерный реактор, известный сейчас как Первый Физический, Ф-1, тогда — Агрегат № 01. Уран-графитовый, без охлаждения, с кадмиевым стержнем в качестве аварийной защиты. Он развивал тепловую мощность до 1000 кВт, тогда как первый американский реактор (CP-1, Чикагская поленница), построенный 4 годами ранее, редко достигал мощности 1 кВт. Он стал первым в длинной и славной истории укрощения ядра советскими и российскими физиками, химиками, инженерами. Он до сих пор в рабочем состоянии и периодически запускается для выполнения экспериментов и обучения молодых специалистов.

Становление атомной энергетики. АМ-1

Всего через полтора года, 15 июня 1948 года в Челябинске-40 (теперь город Озерск) запускают первый промышленный реактор А-1 (Агрегат № 1) мощностью 100 МВт для наработки плутония. У него уже имеются охлаждение и биологическая защита. Именно он обеспечил страну плутонием для создания первой советской атомной бомбы РДС-1.

В 1949 запускают первый экспериментальный реактор на тяжелой воде.

В 1950 снова в Челябинске-40 запускают усовершенствованный вариант первого реактора — АВ-1, а через год еще два реактора — АВ-2 и реактор АИ для наработки трития, а еще через год, в 1952 — АВ-3. Стоит отметить, что все они безаварийно проработали до наших дней, более 30 лет.

Но все это «военные» реакторы, созданные для разрушения монополии США на ядерное оружие, хотя уже с середины 40-х годов всем участникам атомного проекта стало ясно, что огромную мощь ядерной энергии можно и нужно использовать для выработки столь нужного разрушенной войной стране электричества и с 1949 года начинаются поисковые расчеты и первые проектные проработки будущей установки Атома Мирного.

Несмотря на уже большой опыт постройки реакторов необходимо было решить еще множество новых задач, параллельно проводились расчеты, изыскания и создавалась практически с нуля новая промышленность, но все равно 26 июня 1954 года в Обнинске впервые в мире электрический ток, полученный на атомной станции, потек по сети Мосэнерго. Да, это была настоящая атомная электростанция, такая, какими мы их знаем сегодня. Проработала АЭС-1 (АМ, АМ-1) без малого 50 лет — до 2002 года.

Дальнейшее развитие

Так повелось в советской атомной отрасли, что все разработки и технологии были двойного назначения — для мира и для войны. Первая АЭС не стала исключением. Она стала важнейшей экспериментальной и учебной базой как для технического совершенствования корабельных ядерных энергетических установок (ЯЭУ), так и для подготовки экипажей атомных подводных лодок (АПЛ). А несколько позже в 1956 году, там же, на территории Физико-энергетического института в Обнинске, был построен действующий прототип ЯЭУ АПЛ (стенд 27/ВМ). Еще через два года, в 1958 спущена на воду первая советская атомная подводная лодка К-3 «Ленинский комсомол» прослужившая более 30 лет — до 1991 года. Реактор ни разу не подводил.

АПЛ К-3 «Ленинский комсомол»

Название	К-3 «Ленинский комсомол»	SSN-571 «Nautilus»	SSN-578 «Skate»
Страна	СССР	США	США
Спуск на воду	1957	1954	1957
Вывод из состава флота	1991	1980	1986
Скорость (надводная)	15,5 узлов	20 узлов	15 узлов
Скорость (подводная)	30 узлов	23 узла	20 узлов
Рабочая глубина погружения	300 м	250 м	250 м
Автономность плавания	50-60 суток	50 суток	50 суток
Водоизмещение подводное	4750 т	4222 т	2848 т
Длина	107,4 м	97 м	81,6 м
Ширина	7,96 м	8,2 м	7,6 м
Мощность реактора	2х70 МВт	10 МВт	10 МВт
Мощность на валу	2х17500 л. с.	13400 л. с.	2х3500 л. с.
Вооружение	8 носовых торпедных аппаратов калибра 533 мм	6 носовых торпедных аппаратов калибра 533 мм	6 носовых и 2 кормовых ТА калибра 533 мм

Примерно в то же время, в 1955, произошло еще одно историческое событие для отрасли — запущен первый реактор на быстрых нейтронах БР-1. Маленький, экспериментальный, но — «быстрый».

В 1964 году мир впервые услышал странную на первый взгляд аббревиатуру — ВВЭР. Водо-Водяной Энергетический Реактор, по западной классификации PWR — Pressurized Water Reactor. Первый блок Нововоронежской АЭС положил начало почти пятидесятилетней истории одной из самых удачных, надежных и распространенных ветвей развития ядерных реакторов. Потом будет построено больше 60 блоков АЭС с реакторами этого типа в 10 странах и на данный момент есть заказы на еще почти 20 реакторов.

В 1973 году на площадке Ленинградской АЭС запущен первый реактор серии РБМК (Реактор Большой Мощности Канальный).

В том же году около казахстанского города Шевченко (теперь Актау) запущен первый в мире коммерческий реактор на быстрых нейтронах БН-350, который кроме электричества еще и опреснял воду для населения. Проработал безаварийно 26 лет и был остановлен в 1999 году только по политическим соображениям.

В 1974 году запущен первый реактор ЭГП-6 Билибинской АЭС, Чукотка. Вот уже 40 лет единственная в мире АЭС в зоне вечной мерзлоты снабжает город Билибино не только электрической, но и тепловой энергией.

В 1980 году около города Заречный Свердловской области запущен быстрый реактор БН-600 — единственный на данный момент и самый «долгоживущий» в мире полноценный быстрый реактор, дающий ток в энергосистему страны. Конкуренцию ему составит только строящийся сейчас там же реактор БН-800.

Текущее состояние отрасли

Реакторы. Строительство

Россия в лице государственной корпорации «Росатом» занимает первое место по количеству одновременно сооружаемых АЭС, первое место по количеству сооружаемых АЭС за рубежом и второе место, уступая только Китаю, по количеству сооружаемых АЭС на своей территории.

За всю историю отечественной атомной отрасли нашими специалистами было создано и построено 92 энергетических реактора и соответственно 92 энергоблока атомных станций, что составляет 16 % всех когда-либо построенных энергетических реакторов в мире. Из них работают сейчас 70, что так же составляет 16 % от всех действующих сейчас энергетических реакторов мира. Серьезная авария была только на 4-ом энергоблоке Чернобыльской АЭС и это единственная крупная авария на реакторе отечественного дизайна, остальные энергоблоки закрыты по политическим причинам.

Так же за всю историю в России было построено 273 атомных подводных лодки с 472 реакторами (на некоторых подлодках устанавливается по два реактора) — больше чем во всем остальном мире вместе взятом. При этом серьезные аварии связанные с ЯЭУ произошли только на двух субмаринах К-27 и К-8, относящихся к первому поколению АПЛ, к тому же К-27 была экспериментальной, и в причинах обеих аварий есть версия с ошибками экипажа.

На данный момент всего было построено 69 реакторов типа ВВЭР в 11 странах включая Россию. Остановлено из них 15 и почти все сугубо по политическим причинам, нареканий на работу самих реакторов не было ни у дотошных европейских комиссий, искавших техническое обоснование желания ЕС лишить бывшие советские республики атомной энергетики, ни у проверок последовавших после Фукусимы. Кроме того, еще задолго до Фукусимы, в 1988 году Армянская АЭС с двумя реакторами ВВЭР-440 выдержала землетрясение силой свыше 7 баллов. Первый блок Армянской АЭС был частично разобран после землетрясения для анализа, второй блок работает до сих пор.

Сейчас в строю остаются 54 реактора ВВЭР — 17 в России и 37 в 9 странах: Армения, Болгария, Китай, Чехия, Финляндия, Венгрия, Иран, Словакия, Украина.

Число работающих реакторов по странам

Еще 14 энергоблоков с реакторами ВВЭР на различной стадии строительства в России, Индии, Китае, Словакии и Украине. 4 реактора на стадии проектирования для первой турецкой АЭС Аккую и два реактора собираются строить в Белоруссии.

Силами наших специалистов все эти реакторы постоянно модернизируются с целью повышения эффективности и безопасности. Финская АЭС Ловииса с двумя реакторами ВВЭР-440 общепризнанно считается одной из самых эффективных и безопасных в мире.

Российские реакторы типа ВВЭР снискали всемирное признание как если не самые, то одни из самых безопасных, надежных и экономически выгодных, что и обеспечивает большой портфель заказов на строительство АЭС с реакторами этого типа за границей.

Было построено 17 реакторов типа РБМК. Четыре энергоблока были закрыты на украинской АЭС Чернобыль, два — на Игналинской АЭС по политическим причинам. Работают на данный момент 11 реакторов такого типа и все — в России. Следует отдельно отметить, что на всех действующих реакторах РБМК была проведена глубокая модернизация и сейчас они соответствуют всем современным, в том числе пост-фукусимским, международным стандартам безопасности.

Всего на сегодняшний день в нашей стране эксплуатируется 10 атомных электростанций (в общей сложности 33 энергоблока установленной мощностью 25,2 ГВт), которые вырабатывают около 17 % всего производимого в России электричества. При этом в Европейской части России доля атомной энергетики достигает 30 %, а на Северо-Западе — 37 %.

Добыча урана

Горнорудным дивизионом Госкорпорации «Росатом» является Урановый холдинг «АРМЗ» (ОАО «Атомредметзолото») — один из мировых лидеров по добыче урана, входящий в тройку крупнейших уранодобывающих компаний (7,6 тыс. тонн в 2012 году) и занимающий второе место по объему минерально-сырьевой базы.

Глобальное присутствие АРМЗ

Добыча урана по странам 2010—2012, тонны

Добыча урана крупнейшими компаниями 2010—2012, тонны

В контур управления АРМЗ входит ряд действующих и строящихся уранодобывающих предприятий, а также перспективные, инжиниринговые и сервисные активы, расположенные на территории России, Казахстана, Армении, Монголии, Намибии, Танзании, США, Канады и Австралии.

В 2010 году ОАО «Атомредметзолото» стало владельцем 51,4 % акций публичной канадской компании Uranium One Inc. — одной из крупнейших публичных уранодобывающих компаний с глобальным диверсифицированным портфелем проектов в Казахстане, США, Австралии и на юге Африки. А 14 января 2013 года АРМЗ заключил соглашение о консолидации 100 % акций Uranium One Inc.

В 2011 году Урановый холдинг «АРМЗ» закрыл сделку по покупке 100 % акций австралийской компании Mantra Resources Limited. Ее крупнейший проект — Mkuju River в Танзании с общим объемом минерально-сырьевой базы порядка 45,9 тыс. тонн урана.

В 2012 году, впервые за 20 лет, состоялся запуск крупного подземного объекта на ОАО «Приаргунское производственное горно-химическое объединение» (ОАО «ППГХО») — 1-й очереди рудника № 8.

Программа технологического развития

Планы по развитию прорывных, обязательных (природоохранные и обеспечивающие промышленную безопасность) и поддерживающих технологий сгруппированы в четыре инновационных проекта. Проекты реализуются с 2011 года в рамках Программы инновационного развития ОАО «Атомредметзолото» (2011—2020 годы), являющейся частью Программы инновационного развития Госкорпорации «Росатом».

Проект № 1 «Создание новой технологической платформы добычи урана геотехнологическими методами»

Проект № 2 «Разработка технологии обогащения и переработки упорных урановых руд месторождений Эльконского и Стрельцовского ураново-рудных районов»

Проект № 3 «Внедрение систем геологического моделирования рудника и планирования производства горных работ. Создание единой базы геологических данных»

• На примере отработанного эксплуатационного блока показано, что применение современных горно-геологических компьютерных технологий позволяет снизить разубоживание руды на 20 % и увеличить содержание урана в добываемой руде (по сравнению с традиционным способом проведения горных работ)

Проект № 4 «Разработка аппаратурно-методического каротажного комплекса нового поколения для прямых определений урана в скважинах методом мгновенных нейтронов деления»

Обогащение урана

Обогащение урана по странам мира

Госкорпорация «Росатом» располагает 50 % мировых обогатительных мощностей и обладает самой передовой технологией обогащения урана — газоцентрифужной. Все это создает предпосылки для лидерства на мировом рынке услуг по обогащению урана.

В настоящее время в России действует четыре обогатительных комбината:

ОАО «Ангарский электролизный химический комбинат» (г. Ангарск, Иркутсткая область)

ОАО «ПО «Электрохимический завод» (г. Зеленогорск, Красноярский край)

ОАО «Уральский электрохимический комбинат» (г. Новоуральск, Свердловская область)

Каскады газовых центрифу

ОАО «Сибирский химический комбинат» (г. Северск, Томская область)

Русская газовая центрифуга

Основные итоги деятельности за 2012 год

• Общая сумма поступлений налоговых платежей от предприятий и организаций ГК „Росатом“ в бюджетную систему Российской Федерации за 2012 год составила 103,6 млрд рублей, что на 15 % больше поступлений 2011 года

• Портфель зарубежных заказов на 10»-летний период составил $66,4 млрд, что на 23 % больше показателя 2011 года и по отношению к плану составляет 109,1 %

• Разработано четыре технологии мирового уровня:
  • технология производства нитридного топлива, повышающая безопасность за счёт снижения избыточной реактивности и запасов тепловой энергии в твэле
  • технология разделения ї-элементов на биметаллическом катоде, обеспечивающая сепарацию трансплутониевых элементов
  • технология создания материалов для ТВС реакторов на быстрых нейтронах, обеспечивающих глубину выгорания топлива не более 16 %, что позволяет снижать себестоимость вырабатываемой АЭС энергии
  • комбинированная (пиро + гидро) технология переработки нитридного топлива, обеспечивающая полный цикл переработки нитридного топлива и возможность её дальнейшей оптимизации

• Подано 466 заявок на выдачу патентов на изобретения и полезные модели

• Подано 74 заявки на государственную регистрацию программ для ЭВМ и БД

• Оформлено 266 секретов производства (ноу-хау)

• Проводка судов по трассам СМП, в акваториях Финского залива, Белом море, на реках Енисей и Обь — общее число рейсов в 2012 году увеличилось на 35,3 %

• В ноябре впервые в истории судоходства по трассам СМП осуществлена проводка с запада на восток танкера-газовоза («OB RIVER») с грузом сжиженного природного газа

Ледокол проекта 22220

• Заключен договор на выполнение работ по строительству головного универсального атомного ледокола проекта 22220

• Реализованы мероприятия по поддержанию и развитию боезапаса Вооруженных Сил Российской Федерации в качественном и количественном отношении на уровне, гарантирующем реализацию политики Российской Федерации в области ядерного сдерживания

• Обеспечено 100-процентное выполнение государственного оборонного заказа

• Выполнен комплекс работ по утилизации ядерных боеприпасов и атомных подводных лодок, выведенных из боевого состава Вооруженных Сил Российской Федерации

• Продолжен процесс создания и развития Единой государственной автоматизированной системы контроля радиационной обстановки на территории Российской Федерации, выполнение 57,9 %, что соответствует плановому показателю

• Фактический объем выработки электроэнергии российскими атомными станциями составил 177,3 млрд кВт-ч, (100,8 % к балансу ФСТ России и 102,7 % к аналогичному показателю 2011 года)

• Фактический объем отпущенной электроэнергии составил 165,727 млрд кВт~ч (101,86 % от утвержденного ФСТ России баланса и 102,57 % от фактического объема за 2011 год)

• Коэффициент использования установленной мощности (КИУМ) составил 80,86 %

• В России в 2012 году осуществлялось сооружение 9 энергоблоков АЭС и одного энергоблока плавучей атомной теплоэлектростанции (далее — ПАТЭС)

Плавучая атомная электростанция

• В 2012 году ОАО «Концерн Росэнергоатом» продолжило сооружение первой в мире ПАТЭС мощностью 70 МВт с реакторными установками КЛТ-40С

ПАТЭС представляет собой новый класс энергоисточников, созданный на базе российских технологий атомного судостроения и предназначенный для надежного круглогодичного тепло- и электроснабжения удаленных районов Арктики и Дальнего Востока.

• В 2012 году ГК «Росатом» обеспечила около трети потребностей реакторов зарубежного дизайна в услугах по обогащению урана, имея значительную долю на всех основных географических сегментах этого рынка

• Подписано межправительственное соглашение с Нигерией — первое соглашение о строительстве АЭС российского дизайна на африканском континенте

• Обеспечено осуществление двух перспективных коммерческих проектов: пилотной поставки НОУ в Японию через российский Дальний Восток и пилотной поставки через порт в Санкт-Петербурге австралийского природного урана, который далее поступил в ОАО «СХК» для обогащения и отправки за рубеж

• Прирост объемов реализации инновационной и усовершенствованной продукции и услуг ежегодно в сопоставимых ценах в 2012 году составил 23,2 % к уровню 2008 года, что превышает плановый показатель на 2,6 %

• Обязательства по проекту создания международного экспериментального термоядерного реактора ИТЭР выполнены в полном объеме. Для выполнения российских обязательств по нему ГК «Росатом» совместно с ОАО «ТВЭЛ» создано в ОАО «ЧМЗ» (г. Глазов) современное производство по выпуску сверхпроводящих стрендов, необходимых для создания сверхпроводящей магнитной системы ИТЭР

• В 2012 году из ОАО «ВНИИКП» были отправлены в Европу первые 4 сверхпроводящих кабеля катушек полоидального поля и первые два проводника тороидального поля, что дало начало регулярным поставкам кабелей и проводников для Международной организации ИТЭР по термоядерной энергии

• Все работы 2012 года выполнены российской стороной в установленные сроки и в соответствии с требованиями Международной организации ИТЭР по качеству и безопасности

Реализуемые проекты

Проект «Новая технологическая платформа: замкнутый ядерный топливный цикл и реакторы на быстрых нейтронах»

Проект реактора БРЕСТ-1200

Проект направлен на создание новой технологической платформы атомной энергетики на основе замкнутого ядерного топливного цикла с реакторными установками на быстрых нейтронах. В рамках проекта создаются технологии замкнутого топливного цикла, разрабатываются технические проекты конкурентоспособных быстрых реакторов нового поколения, обеспечивающих режим нераспространения и экологическую приемлемость атомной энергетики.

Проект «Управляемый термоядерный синтез»

Проект направлен на освоение технологии управляемого термоядерного синтеза как генерирующей платформы для энергетики на долгосрочную перспективу.

Основная цель проекта — овладение энергией термоядерного синтеза на базе отечественных инновационных технологий с использованием результатов международного сотрудничества.

В ходе осуществляемого без отставания от планового графика работ мероприятия «Реализация международного проекта реактора ИТЭР» в 2012 году для изготовления кабелей полоидального поля (ПП) и тороидального поля (ТП) и проводников ТП изготовлены партии ниобий-оловянных стрендов в объеме 20 т и ниобий-титановых стрендов в объеме 30 т, что составляет 100 % от годовой программы выпуска.

Благодаря полностью освоенному выпуску сверхпроводящих стрендов Россия приступила одной из первых среди стран-участниц проекта к поставкам оборудования для Международной организации ИТЭР в рамках заключенных соглашений о поставках.

Внешние воздействия, на которые рассчитан энергоблок ВВЭР-ТОИ

Проект «Создание Типового проекта оптимизированного и информатизированного энергоблока технологии ВВЭР»

Проект ВВЭР-ТОИ, то есть типовой проект АЭС с оптимизированным и информатизированным энергоблоком большой мощности на базе технологии ВВЭР, был реализован как краткосрочный приоритет развития ядерных технологий.

Проект ВВЭР-ТОИ носит коммерческий характер и является инвестицией в совершенствование управления сооружением АЭС в России и повышение конкурентоспособности российского экспортного предложения за рубежом. Проект способен успешно конкурировать на мировом рынке за счет следующих факторов:

• разработчики добились снижения стоимости строительства на 17 % и уменьшения эксплуатационных расходов почти на 10 %;

• срок сооружения головного энергоблока сократился с 60 до 48 месяцев.

В 2012 году выполнено:

• формирование центров компетенции Проекта «ВВЭР-ТОИ»;

• создание современной информационной среды для конструирования, проектирования и моделирования сооружения энергоблока АЭС;

• создание и внедрение системы управления жизненным циклом энергоблока АЭС;

• создание единого Дизайн-центра технологии ВВЭР, объединяющего компетенции проектирования, конструирования и обеспечение расчетов безопасности энергоблока АЭС по технологии ВВЭР;

• разработка проектно-конструкторской документации энергоблока ВВЭР-ТОИ (3D- и 6D-проект), выполненной в современной информационной среде, и подготовка документации для лицензирования, сертификации и участия в международных тендерах;

• актуализация нормативно-правовой базы в части устранения устаревших и сдерживающих развитие положений для обеспечения возможности применения новых технологий проектирования и сооружения.

В 2012 году работы по проекту успешно выполнены и согласованы с заказчиком — ОАО «Концерн Росэнергоатом».

Проект "Развитие суперкомпьютеров и грид-технологий››

Проект успешно завершен с перевыполнением большинства целевых индикаторов (пиковая производительность супер-ЭВМ МП-1Р, число организаций наукоемких отраслей промышленности, в которых проводится опытная эксплуатация пакетов программ имитационного моделирования, производительность канала передачи данных отечественной системы межпроцессорных обменов и т. д.). В декабре 2012 г. проведены приемочные испытания результатов НИОКР межведомственной комиссией. В рамках реализации проекта разработана и внедрена в опытную эксплуатацию технология суперкомпьютерного моделирования, являющаяся базой и необходимым условием для перехода промышленности на новую технологию проектирования, изготовления и постпроизводственного сопровождения наукоемкой продукции. Переход на новую технологию в промышленности обеспечит:

• сокращение сроков и стоимости проектирования и разработки наукоемкой продукции

• существенное сокращение числа дорогостоящих натурных испытаний, заменой их компьютерным моделированием

• повышение уровня безопасности, тактико-технических и потребительских характеристик разрабатываемой продукции, что, в свою очередь, ведет к повышению конкурентоспособности отечественной высокотехнологичной продукции на внутреннем и внешнем рынке и устранению технологического отставания Российской Федерации от наиболее технологически развитых мировых держав

Разработанное отечественное базовое программное обеспечение позволит добиться замещения зарубежных программных кодов трехмерного имитационного моделирования, тем самым обеспечив весомый вклад в повышение информационной безопасности Российской Федерации.

Целью следующего этапа работ является полномасштабное промышленное внедрение отечественных суперкомпьютерных технологий в интересах разработки, проектирования и создания ряда перспективных изделий с последующим формированием к 2018 году новой отрасли суперкомпьютерных технологий и коммерциализацией разработок.

Проект «Создание транспортно-энергетического модуля на основе ядерной энергодвигательной установки мегаваттного класса»

Цель проекта — создание инновационной космической реакторной установки на быстрых нейтронах с газовым теплоносителем для реализации перспективных программ по освоению космического пространства с помощью космических средств высокой энерговооруженности нового поколения.

Результатами проекта должны стать:

• качественное повышение функциональных возможностей космических транспортно-энергетических средств

• формирование основы для осуществления перспективных космических программ (высокоэффективная межорбитальная транспортировка грузов; создание нового поколения космических аппаратов, в том числе специального назначения; промышленное производство в космосе; изучение и освоение Луны; экспедиции на Марс)

• создание инновационных продуктов для наземной энергетики

• инновационное развитие отечественного производства, высоких наукоемких технологий и кадрового потенциала

В 2012 году:

• выпущены технические проекты на составные части реакторной установки

• поставлены на испытания изготовленные макетные и опытные образцы составных частей реакторной установки

• завершен первый этап автономных испытаний макетных и опытных образцов составных частей реакторной установки

• разработаны материалы технических проектов летного и наземного образцов реакторной установки (РУГК и РУОО)

Проект «Создание комплекса по производству радиоизотопа молибдена-99»

Данный проект является частью проекта "Организация производства новых радиофармпрепаратов и медицинских изделий и формирование сети услуг по оказанию высокотехнологичной медицинской помощи «Медрадиопрепарат», реализуемого в рамках направления модернизации «Медицинская техника и фармацевтика».

Проект направлен на обеспечение потребностей практической медицины в радионуклиде молибдене-99, используемого для производства генераторов технеция-99m — основного диагностического радионуклида современной ядерной медицины.

Для решения задач создания комплекса производства радионуклида молибдена-99 в рамках проекта к концу 2012 года были реализованы мероприятия, связанные с обеспечением технологии изготовления мишеней, реакторного облучения, радиохимической переработки облученных мишеней и созданием транспортно-логистической сети.

Проект «Инновационная энергетика/ сверхпроводниковая индустрия»

Проект направлен на создание инновационной технической базы для повышения энергетической эффективности экономики Российской Федерации в результате разработки и создания производств электротехнического оборудования на основе новейших высокотемпературных сверхпроводников.

В 2012 году разработана технология и создано опытное производство объемных керамик для производства высокотемпературных сверхпроводников (ВТСП), что в целом является необходимой предпосылкой для успешного выполнения базовой задачи Проекта — создания опытного производства ВТСП-2.

Данная базовая задача обеспечит в дальнейшем возможность организации производства сверхпроводниковых устройств энергетического назначения, разрабатываемых в рамках других задач настоящего проекта, на основе проводов ВТСП-2 собственного производства, сверхпроводниковая индустрия позволит существенно экономить на электроэнергии и, помимо этого, в полтора-два раза увеличить срок эксплуатации Оборудования, улучшить качество электроэнергии, поставляемой потребителям, и повысить уровень пожарной безопасности.

ФЦП «Ядерные энерготехнологии нового поколения на период 2010—2015 годов и на перспективу до 2020 года»

3 февраля 2010 года постановлением правительства утверждена данная федеральная целевая программа.

Цели. Задачи. Финансирование

Основная цель Программы:

• разработка ядерных технологий нового поколения на базе реакторов на быстрых нейтронах с замкнутым ядерным циклом для атомных электростанций, обеспечивающих потребности страны в энергоресурсах и повышение эффективности использования природного урана и отработавшего ядерного топлива (ОЯТ)

Задачи Программы:

• разработка реакторов на быстрых нейтронах с замкнутым ядерным топливным циклом
• исследование новых способов использования энергии атомного ядра

Важнейшие целевые индикаторы и показатели:

• удельный вес инновационной продукции и услуг, созданных путем реализации мероприятий Программы, в общем объеме продаж продукции и услуг отрасли — 10 процентов (2020 год)
• рост эффективности использования природного урана в ядерном топливном цикле (по сравнению с базовым 2009 годом) на 31,8 процента к 2020 году
• снижение объемов хранящегося отработанного ядерного топлива и радиоактивных отходов, приходящихся на единицу электрической мощности атомных электростанций (по сравнению с базовым 2009 годом), на 31,1 процента к 2020 году
• технологий, соответствующих мировому уровню или превосходящих его (нарастающим итогом), — 24 технологии (за весь период реализации Программы начиная с 2010 года)
• количество патентных заявок на изобретения, зарегистрированных технических решений (в год на 100 исследователей и разработчиков) — 12 единиц (2020 год)
• количество публикаций в рецензируемых мировых изданиях в области использования атомной энергии (в год на 100 исследователей и разработчиков) — 15 публикаций (2020 год)

Общий объем финансирования Программы составляет 128,3 млрд рублей, в том числе за счет федерального бюджета — 110,4 млрд рублей, из них 51 млрд рублей на научно-исследовательские и опытно-конструкторские работы и 59,4 млрд рублей на капитальные вложения.

Ожидаемые конечные результаты реализации Программы

На первом этапе (2010—2014 годы):

• получение принципиально новых технических решений и разработка новых технических проектов реакторов на быстрых нейтронах со свинцовым, свинцово-висмутовым и с натриевым теплоносителями;
• завершение проектирования и осуществление пуска топливных комплексов по производству уранплутониевого оксидного (MOX) топлива для реакторов на быстрых нейтронах;

• разработка рабочего проекта строительства многоцелевого исследовательского реактора на быстрых нейтронах МБИР;

• разработка детектора нейтринной диагностики активной зоны реактора;

• создание установки для получения дисперсных композиционных конструкционных материалов для реакторов.

На втором этапе (2015—2020 годы):

• построение опытно-демонстрационных образцов реакторов на быстрых нейтронах со свинцовым и со свинцово-висмутовым теплоносителями, а также многоцелевого исследовательского реактора на быстрых нейтронах МБИР (взамен действующих исследовательских реакторов, отработавших ресурс);

• введение в эксплуатацию технически переоснащенного комплекса больших физических стендов;

• построение и введение в эксплуатацию промышленного комплекса по производству плотного топлива для реакторов на быстрых нейтронах;

• демонстрационного полупромышленного пирохимического комплекса топливообеспечения реакторов на быстрых нейтронах для отработки технологий замкнутого топливного цикла;

• завершение строительства, реконструкции, технического перевооружения и введение в эксплуатацию необходимой исследовательской базы для обеспечения безопасности (ядерной, радиационной, пожарной безопасности ядерных реакторов, установок по производству и переработке ядерного топлива);

• модернизация установок для проведения исследований в области управляемого термоядерного синтеза;

• завершение строительства термоядерного комплекса «Байкал» для исследований инерционного термоядерного синтеза, верификации кодов в условиях отсутствия полигонных испытаний;

• разработка макета ядерно-оптического преобразователя энергии, опытных образцов фотовольтаического плазменно-пылевого источника электрической энергии, установок интроскопии объектов и высокоскоростной системы сбора данных с детекторов.

Намеченные мероприятия

В рамках решения задачи по разработке реакторов на быстрых нейтронах с замкнутым ядерным топливным циклом намечается финансирование реализации мероприятий по следующим направлениям:

Направление «Разработка перспективных технологий реакторов на быстрых нейтронах», включая:

• разработку реактора на быстрых нейтронах со свинцовым теплоносителем;
• разработку реактора на быстрых нейтронах со свинцово-висмутовым теплоносителем;
• разработку реактора на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем;
• разработку интегрированных систем кодов нового поколения для анализа и обоснования безопасности перспективных атомных электростанций и ядерного топливного цикла;

Направление «Создание новых экспериментальных стендов и специального оборудования, модернизация и развитие экспериментально-стендовой базы для обоснования физических принципов, проектно-конструкторских решений, анализа и обоснования безопасности реализации основных научно-технологических решений инновационной атомной энергетики», включая

• разработку проекта многоцелевого исследовательского реактора на быстрых нейтронах МБИР;

Направление «Разработка технологий производства перспективных видов топлива для реакторов на быстрых нейтронах», включая:

• разработку технологий производства уранплутониевого оксидного топлива для реакторов на быстрых нейтронах;
• разработку технологий производства плотного топлива для реакторов на быстрых нейтронах;

Направление «Разработка материалов и технологий замкнутого топливного цикла для реакторов на быстрых и тепловых нейтронах», включая:

• совершенствование неводных технологий переработки отработавшего ядерного топлива;
• расчетно-экспериментальное обоснование условий окончательного удаления радиоактивных отходов и разработку перспективных обеспечивающих технологий;
• разработку перспективных конструкционных материалов для реакторов на быстрых и тепловых нейтронах;
• отработку пирохимической технологии переработки плотного топлива и технологий обращения с радиоактивными отходами для отработки технологий замкнутого ядерного топливного цикла.

Капитальные вложения предусматривается направить на:

• строительство на базе Белоярской атомной электростанции опытно-демонстрационного образца реактора на быстрых нейтронах со свинцовым теплоносителем;
• строительство опытно-демонстрационного образца реактора на быстрых нейтронах со свинцово-висмутовым теплоносителем;
• строительство и техническое перевооружение экспериментальных стендов и специального оборудования, модернизацию и развитие экспериментально-стендовой базы для обоснования физических принципов, проектно-конструкторских решений, анализа и обоснования безопасности реализации основных научно-технологических решений инновационной атомной энергетики Российской Федерации;
• строительство многоцелевого исследовательского реактора на быстрых нейтронах МБИР;
• техническое перевооружение опытного реактора на быстрых нейтронах тепловой мощностью 60 МВт;
• техническое перевооружение комплекса больших физических стендов для моделирования реакторов на быстрых нейтронах и их топливных циклов;
• реконструкцию ускорительного комплекса в г. Протвино (Московская область);
• реконструкцию и техническое перевооружение комплекса электростатических ускорителей;
• строительство топливного комплекса для производства гранулята;
• техническое перевооружение топливного комплекса для производства тепловыделяющих сборок;
• техническое перевооружение производства по выпуску элементов активной зоны и комплектующих тепловыделяющих элементов и сборок уранплутониевого оксидного топлива;
• строительство комплекса по производству плотного топлива для реакторов на быстрых нейтронах;
• строительство опытно-демонстрационного полупромышленного комплекса для отработки, экспериментального и опытно-промышленного обоснования перспективных пирохимических технологий замкнутого топливного цикла.

Для решения задачи исследования новых способов использования энергии атомного ядра намечается реализация следующих научно-исследовательских проектов и работ:

• исследование свойств веществ в экстремальных состояниях (высокие температуры, давление, облучение) с целью формирования баз данных для обоснования разработки технических решений, касающихся инновационных реакторных установок;
• разработка технологий прямого преобразования ядерной энергии в электрическую энергию и лазерное излучение;
• разработка нового поколения детекторов ионизирующего излучения;
• разработка перспективных технологий для упрочнения поверхности материалов на основе лазерных, пучковых и плазменных источников излучения;
• исследования и разработки в области управляемого термоядерного синтеза.

Капитальные вложения предусматривается направить на:

• строительство термоядерного комплекса «Байкал»;
• строительство, реконструкцию и техническое перевооружение экспериментально-стендовой базы термоядерных исследований и разработок.

Социально-экономическая и экологическая эффективность Программы

Планируемый рост производства и продаж инновационной продукции атомной энергетики Российской Федерации, включая экспорт высокотехнологичного оборудования, работ и услуг в сфере использования атомной энергии, должен обеспечить увеличение к 2020 году вклада отрасли в объем произведенной промышленной продукции страны до 1,34 процента.

Кроме того, планируется, что реализация мероприятий Программы позволит обеспечить:

• повышение темпа роста экспорта высокотехнологичного оборудования, работ, услуг в области использования атомной энергии более чем в 1,5 раза (к 2020 году около 8 процентов);
• привлечение молодых исследователей и разработчиков в атомную отрасль (ориентировочное снижение среднего возраста исследователей и разработчиков с 46 до 42 лет);
• рост количества публикаций в рецензируемых мировых изданиях в области использования атомной энергии (к 2020 году 15 публикаций в год на 100 исследователей и разработчиков);
• рост количества патентных заявок на изобретения, зарегистрированных технических решений (к 2020 году 12 единиц в год на 100 исследователей и разработчиков), что характеризует повышение инновационной активности научных и инженерных кадров атомной отрасли, их заинтересованность в создании рыночно востребованной высокотехнологичной продукции и степень вовлечения научных результатов в гражданско-правовой оборот.

Важным экологическим эффектом реализации Программы должен стать более высокий уровень ядерной и радиационной безопасности за счет сокращения объемов отработавшего ядерного топлива и радиоактивных отходов, достижения приемлемых для общества и экономики экологических характеристик замкнутого ядерного топливного цикла, а также минимизации использования в нем вовлекаемого природного урана.

Коэффициент бюджетной эффективности Программы, рассчитанный на основе прямых налоговых поступлений, составит 0,8.